En el congreso anual de la SNM 2016 llevado a cabo en la ciudad de Villahermosa, Tabasco, se presentó el siguiente trabajo: “Solución de la Ecuación de Transporte con Dispersión Anisotrópica en un Ensamble tipo BWR Usando el Código AZTRAN”.
El artículo presentado tiene el siguiente resumen:
Debido al actual poder de cómputo que se tiene hoy día, los códigos determinísticos para analizar reactores nucleares que se han estado utilizando desde hace ya varios años están cobrando relevancia, ya que se puede hacer uso de técnicas de solución mucho más precisas, lo cual en el siglo pasado hubiese sido muy difícil, puesto que las capacidades de memoria y del procesador eran muy limitadas o se tenían altos precios en los componentes. En este trabajo se analiza el efecto de la dispersión anisotrópica de la sección eficaz de dispersión, en comparación con la dispersión isotrópica. La implementación de la anisotropía se realizó en el código de transporte AZTRAN (AZtlan TRANsport), el cual forma parte de la Plataforma AZTLAN para Análisis de Reactores Nucleares (en desarrollo). El código AZTRAN resuelve la ecuación de transporte de Boltzmann en una, dos y tres dimensiones en estado estacionario, utilizando la técnica de multigrupos para la discretización en energía, el método nodal RTN-0 en la discretización espacial y para la discretización angular el método de ordenadas discretas sin considerar la anisotropía originalmente. Se analizó el efecto de la dispersión anisotrópica en el factor de multiplicación efectivo keff y la potencia axial y radial, en un ensamble combustible tipo BWR.
